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Le divertor de tungstène est le composant principal face au plasma thermonucléaire d'un tokamak. Il assure l'évacuation de la chaleur et de l’hélium lors de la réaction de fusion nucléaire soumis à un confinement magnétique.
Le divertor de tungstène est le composant principal face au plasma thermonucléaire d'un tokamak. Il assure l'évacuation de la chaleur et de l’hélium lors de la réaction de fusion nucléaire soumis à un confinement magnétique.


Les plateformes de simulation et de modélisation de l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique du CEA, à Cadarache) sont utilisées pour la préparation, la conduite et l’interprétation des expériences lors de la conception du divertor de tungstène (comportement des matériaux soumis à ces conditions extrêmes de température, résistance au bombardement des particules énergétiques…) afin de mieux comprendre le comportement du plasma thermonucléaire.  
Les plateformes de simulation et de modélisation de l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique du CEA, à Cadarache) sont utilisées pour la préparation, la conduite et l’interprétation des expériences lors de la conception du divertor de tungstène (comportement des matériaux soumis à ces conditions extrêmes de température, résistance au bombardement des particules énergétiques…) afin de mieux comprendre le comportement du plasma thermonucléaire.  
Les données de recherche gérées par l’infrastructure WEST sont accessibles aux utilisateurs en tenant compte des contraintes légales.


WEST est le nœud français dans le réseau européen [[Est le noeud français::EUROfusion]] et mondial [[Est le noeud français::ITER]] des infrastructures de fusion.
WEST est le nœud français dans le réseau européen [[Est le noeud français::EUROfusion]] et mondial [[Est le noeud français::ITER]] des infrastructures de fusion.

Version du 2 juin 2022 à 15:38

Feuille de route nationale des Infrastructures de recherche WEST
Autres noms W(Tungsten) Environment for Steady-state Tokamaks
URL https://irfm.cea.fr/en/west/
Tutelles CEA
Infrastructure nationale Feuille de route nationale des Infrastructures de recherche IR
Type d'infrastructure Monosite
Localisation Saint-Paul-lès-Durance


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L’objectif de WEST (W(Tungsten) Environment for Steady-state Tokamaks) est la conception, la fabrication et l’industrialisation du divertor de tungstène du tokamak dans le cadre du projet ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) concernant le futur réacteur à fusion nucléaire de noyaux légers pour dégager de l'énergie et la récupérer pour produire de l'électricité.

Le divertor de tungstène est le composant principal face au plasma thermonucléaire d'un tokamak. Il assure l'évacuation de la chaleur et de l’hélium lors de la réaction de fusion nucléaire soumis à un confinement magnétique.

Les plateformes de simulation et de modélisation de l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique du CEA, à Cadarache) sont utilisées pour la préparation, la conduite et l’interprétation des expériences lors de la conception du divertor de tungstène (comportement des matériaux soumis à ces conditions extrêmes de température, résistance au bombardement des particules énergétiques…) afin de mieux comprendre le comportement du plasma thermonucléaire.

WEST est le nœud français dans le réseau européen EUROfusion et mondial ITER des infrastructures de fusion.

Domaines scientifiques :

Sciences & Technologies


PE8 Ingénierie des produits et des procédés


Thématique et/ou mots clés :
  • Energie nucléaire



WEST est en lien avec les services et structures

Ancre

Portée internationale de WEST

EUROfusion (https://www.euro-fusion.org/)

ITER (https://www.iter.org/)